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俄罗斯核武器库存管理:核材料库存处理及设施退役

2021-11-08 09:34     来源:高端装备产业研究中心     核武器俄罗斯
从20世纪40年代末到20世纪90年代初的四十多年运行中,苏联核综合体生产了大量可用于武器的核材料,包括145吨武器级钚(WGPu)和约1200吨高浓缩铀(HEU)。这种材料储存在数十个核基地中,用于核武器,并为数十艘核潜艇和核动力水面舰艇提供动力推进,以及用于多个核研究设施。

大量核材料散布在俄罗斯多个地点,由于美国和俄罗斯之间相互削减武器协定,其中很大一部分不再需要用于防御目的,从而加剧了这种核材料扩散威胁。核材料安保成为俄罗斯首要问题。日益增长的国内和国际恐怖主义造成了对核设施的破坏威胁,从而导致放射性物质的潜在灾难性释放。俄罗斯当局认为比核安全更重要的另一个挑战是对因苏联核综合设施工作而受损的地区进行环境修复,以及对不必要的基础设施进行安全退役。

俄罗斯需要向新的核安全实践过渡,但它缺乏支持这种过渡所需的专业知识和资源。不管资源是否可用,这样的实质性变化不可能在苏联解体后立即发生,需要长期而集中的努力来重建俄罗斯的核安全。冷战结束后,为防止苏联遗留的核武器和核材料扩散,开始了在核安保方面的国际合作。

国际合作

20世纪90年代初,在国际合作框架内,俄罗斯开展了一系列旨在改善核安全的活动。这些活动由外国资助,这些国家还提供改善俄罗斯核安全所需的专业知识。美国提供了大部分资金和专业知识,而额外的支持则由七国集团提供,包括美国、加拿大、英国、德国、法国、意大利、日本和欧盟。此次合作主要集中在三个领域:


双边合作项目包括升级处理及储存核材料的建筑物;建造围栏并安装安全设备,以检测、延迟和响应针对核材料和核基地的未经授权的行动;为这些基地制定核安保程序并培训核安保人员。这种合作还通过制定法规帮助改善了国家核安全治理基础设施;提高核安全检查能力;建立和发展教育和培训计划、中心和机构;提高核材料运输的安全性;开发用于核材料核算和控制的联邦信息系统;提高保卫核基地的保护能力。

合作处置、停止生产和限制使用过剩的武器级材料旨在减少可用于核爆炸装置的核材料量、处理这些核材料的基地数量,并消除材料生产能力。这方面的合作努力包括:


由于政治原因,美国和俄罗斯之间的合作在2014年至2016年期间基本上暂停。当时,很多合作目标已经实现,很多问题已经得到解决,但仍有进一步合作的空间。俄罗斯与其他几个国家,如挪威、日本、意大利之间的合作仍在继续,但规模要小得多。

过剩武器级钚库存处理

总的来说,俄罗斯将乏核燃料,包括其中所含的钚,视为一种用于能源生产的资源。这一立场是俄罗斯封闭式核燃料循环政策的一部分。为实施这一政策,俄罗斯一直致力于提高其乏核燃料后处理能力,并引进能够最有效地利用这种资源的新型发电技术。

俄罗斯最后一个WGPu生产反应堆于2010年关闭,而且最后一批钚是在2012年从钚生产反应堆辐射的乏核燃料中分离的。这标志着美俄关于钚生产反应堆合作协议的成功完成。美国在关闭钚生产反应堆方面向俄罗斯提供技术和财政支持的框架。俄罗斯目前使用自己的资金来退役和关闭反应堆。

另一项旨在减少WGPu库存的美俄协议未能取得预期成果。俄罗斯和美国于2000年签署了《钚管理与处置协议》(PMDA)。根据该协议,美国和俄罗斯同意从其库存中处置至少34吨武器级钚。修订后的PMDA于2011年生效,并采用了各方首选的处理钚的新技术方法。然而,2016年,俄罗斯暂停参与PMDA,声称在开发用于处理美国WGPu的所商定基础设施方面缺乏进展,以及在没有与俄罗斯适当调和的情况下改变最初商定的处置技术方法。两国关系的危机也极有可能导致俄罗斯决定暂停参与PMDA。

然而,俄罗斯在美国根据该协议承诺提供的资金支持不足的情况下还是设法创建了实施PMDA所需的基础设施。该基础设施包括位于矿山-化工联合企业的混合氧化物(MOX)燃料制造设施和别洛亚尔斯克核电站(NPP)的快中子BN-800反应堆,该反应堆具有适合燃烧MOX燃料的反应堆堆芯。目前,俄罗斯利用这一基础设施制造和燃烧由民用反应堆级钚制成的MOX燃料,这些钚是从轻水发电反应堆的乏核燃料中提取的。但是,如果各方同意在PMDA下恢复工作,俄罗斯将能够相对较快地开始燃烧WGPu。

俄罗斯还拥有大量分离的民用钚库存,这些钚是根据其宣布的封闭核燃料循环政策从轻水反应堆乏燃料中提取的。根据民用钚库存报告,截至2018年,俄罗斯有56.5吨分离的民用钚,库存以1-2吨/年的速度逐渐增长,根据《钚管理准则》(INFCIRC/549)向国际原子能机构(IAEA)报告。然而,如果俄罗斯开始使用民用钚来生产MOX燃料并在BN-800反应堆中燃烧,那么这种增长趋势可能会发生变化。

武器级高浓缩铀(HEU)库存处理

截至目前,俄罗斯还没有明确的减少高浓缩铀库存和缩减其使用规模的途径。负责燃烧从已拆除的俄罗斯核武器中取出的500吨高浓缩铀(相当于 2 万枚核弹头的核“填充物”;从而将高浓缩铀总库存从1200吨减少到700吨)的HEU-LEU协议已于2013年完成,尚未扩展到涵盖额外材料。此外,2012年,俄罗斯恢复了20世纪80年代后期停止的高浓缩铀生产。俄罗斯继续广泛使用高浓缩铀用于海军舰船推进,并为数十座研究反应堆提供燃料。除了减少高浓缩铀使用的国际压力外,俄罗斯缩减高浓缩铀使用和减少库存的唯一益处是为推动经济效益。俄罗斯核研究综合体的持续整合可以减少使用高浓缩铀的小型研究设施的数量。将高浓缩铀燃烧成轻水反应堆用新型燃料是减少高浓缩铀库存的另一个途径,轻水反应堆使用高浓缩铀从轻水反应堆的乏燃料中制造新燃料。该技术于2020年获得了Rosatom的投资,生产设施将建在西伯利亚化学联合企业的场址上。

高浓缩铀氧化物后处理设施(M2079)退役

核与辐射危险设施-高浓缩铀氧化物后处理装置(M2079)已在西伯利亚化学联合企业(SCC)(隶属于俄罗斯国家原子能公司旗下的“特维尔”(Rosatom TVEL)燃料公司)升华工厂完成退役。这项工作在“2016-2020年及至2030年核与辐射安全保障”联邦目标计划(FTP NRS-2)框架内进行。

作为执行1993年2月18日俄罗斯和美国政府签署的关于使用从核武器中回收的高浓缩铀的协定(“兆吨到兆瓦”计划或HEU-LEU计划)的一部分,M2079特殊装置于1996年在西伯利亚化学联合企业(SCC)的升华工厂场址上被设计及部署。该计划规定Rosatom企业将500吨俄罗斯高浓缩铀(HEU)商业化后处理成低浓缩铀(LEU),随后用于制造美国核电站的燃料。该装置通过氟化高浓缩铀氧化物生产六氟化铀。2013年10月1日,随着HEU-LEU计划的完成,M2079装置被关停。核材料从M2079装置的工艺设备中移除,然后将设备转入核安全状态。

装置运行多年,已获得专利15余项,提交已投入生产的合理化方案约300项。

在HEU-LEU计划下的后处理设施运行的多年中,SCC一直进行研究工作以改进生产高浓六氟化铀的设备和技术。

2013年,SCC升华工厂完成全部核材料产品再加工。2014年,M2079装置完全转入核安全状态。2016年,SCC已宣布该设施退役项目开发招标。在项目框架内,将制定文件以确保退役工作的安全。退役项目成本为1200万卢布。

2017年,在考虑到所有安全要求的情况下,为该设施的退役制定了项目文件。

2018-2019,SCC升华厂开展了M2079装置的退役工作,包括对房舍、建筑结构和工程系统进行去污,以及拆除工艺设备、管道和工程系统。放射性废料被转移到俄罗斯国家放射性废物管理运营商(FSUE NO RAO)机构进行掩埋。

2020年,M2079装置完成退役。Rosatom和TVEL于2020年3月进行的委托审核已经确认,M2079装置已根据项目完成了退役。
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